AUTARQUIA ASSOCIADA À UNIVERSIDADE DE SÃO PAULO
ESTUDO E DETERMINAÇÃO DE FATORES DE INFLUÊNCIA DAS DIMENSÕES DOS
FRASCOS DE RADIOFÁRMACOS UTILIZADOS NO IPEN PARA CALIBRAÇÃO DE
ATIVÍMETROS
Elaine Wirney Martins
Dissertação apresentada como parte dos requisitos para obtenção do Grau de Mestre em Ciências na Área de Tecnologia Nuclear – Aplicações.
Orientadora:
Profa. Dra. Maria da Penha Albuquerque Potiens
São Paulo 2010
i
Dedicatória
“Ainda que eu fale a língua dos homens e
dos anjos, se não tiver amor, serei como o
bronze que soa ou como o címbalo que
retine.”
iii
Agradecimentos
Em especial a Deus, por conceder-me a oportunidade de estudar, ter compreensão e sabedoria para concluir com bom êxito todas as etapas de minha vida.
À minha orientadora Dra. Maria da Penha Albuquerque Potiens pelo ensinamento, ajuda nas discussões e leituras do trabalho, carinho e amizade.
À Dra. Linda V. E. Caldas, pela confiança no projeto e pelo empenho em fornecer a estrutura para realização da parte experimental.
À Dra. Letícia Lucente Campos Rodrigues pelo apoio e disponibilidade sempre que necessário.
À minha mãe Célia Rodrigues Martins pelo incentivo constante, por todo amor, esforço, compreensão incansável ao longo de toda a minha vida. Também por toda educação que na sua forma mais simples de transmitir, me levou a ser o eu de hoje.
Ao meu irmão Edilson Walney Martins, pelos conselhos, sugestões, ensinamentos, carinho e compreensão.
Ao meu professor, amigo MSc. Amaury de Castro Junior pela oportunidade proporcionada desde minha Iniciação Científica e acima de tudo pela confiança depositada em mim.
À Dra. Mércia L. de Oliveira, à M. Sc. Maria da Conceição F. Gomes e ao Sr. Antonio pela cooperação na realização dos testes de controle de qualidade.
À Dra. Sandra Damatto, M. Sc. Marcelo Bessa e Dr. Lúcio Leonardo, pela amizade e sempre dispostos em dividir seus conhecimentos.
À amiga M. Sc. Simone Alberigi por estar presente sempre em todos os momentos de dificuldades e alegrias., desde minha iniciação científica.
Às amigas pós-graduandas, Amanda Bravin, Andréia Barreto Brito, Kátia Suemi Tanimoto e Kelly P. Nunes, pelas longas conversas, carinho, companheirismo, profissionalismo, pelas conversas, risadas e ajuda nas dificuldades encontradas.
Ao amigo Roberto Hazenfratz Marks pela dedicação, prontidão, paciência e por dividir seus conhecimentos científicos.
Ao DIRF-IPEN por permitir a utilização de sua infraestrutura e fornecer os radiofármacos utilizados neste trabalho, em especial à Dra. Carla Roberta de Barros Rodrigues Dias e ao M. Sc. Eduardo Gerulis.
À Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior (CAPES), pela oportunidade e pelos recursos financeiros, sem os quais não seria possível a realização desse projeto.
Ao Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) por possibilitar o meu desenvolvimento acadêmico.
A todos os outros não mencionados que, direta ou indiretamente, contribuíram para a conclusão desse trabalho.
v
ESTUDO E DETERMINAÇÃO DE FATORES DE INFLUÊNCIA DAS DIMENSÕES DOS FRASCOS DE RADIOFÁRMACOS UTILIZADOS NO
IPEN PARA CALIBRAÇÃO DE ATIVÍMETROS
Elaine Wirney Martins
RESUMO
A eficiência e a segurança de uma prática de medicina nuclear dependem, entre outros fatores, de um programa de controle de qualidade, principalmente no que diz respeito à utilização de medidores de atividade de radionuclídeos (ativímetros). Dentre as maiores fontes de erro nas medidas realizadas com um ativímetro estão: a espessura, o tamanho e o volume do frasco que contém o radiofármaco, considerando que um ativímetro típico tem a sua resposta reconhecidamente dependente do frasco utilizado.
O propósito desse trabalho foi implantar um programa de controle de qualidade além de estabelecer fatores de correção referente à geometria do frasco de vidro para distribuição de radiofármacos e calibração de ativímetros, considerando que o Laboratório de Calibração de Instrumentos (LCI) do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) possui um Sistema Padrão Secundário NPL-CRC radionuclide calibrator, fabricado pela Southern Scientific, composto por uma câmara de ionização tipo poço e um sistema de medida de corrente, com rastreabilidade ao National Physical Laboratory (NPL) e calibrado com um frasco de vidro tipo P6 que possui dimensões diferentes dos utilizados pelo IPEN. Foram testados os radiofármacos 67Ga, 131I, 201Tl e 99mTc, todos
produzidos pelo IPEN. Os resultados demonstraram uma variação de até 22% para o radiofármaco 201Tl, sendo que a menor variação foi encontrada para o 131I
(2,98%). Os fatores de correção encontrados devem ser incorporados na calibração rotineira dos ativímetros.
STUDY AND DETERMINATION OF THE INFLUENCE FACTORS OF THE RADIOPHARMACEUTICAL VIALS DIMENSIONS USED FOR
ACTIVIMETER CALIBRATION AT IPEN
Elaine Wirney Martins
ABSTRACT
The efficiency and safety of the nuclear medicine practice depend, among others factors, of a quality control programme, mainly related to the use of the nuclide activity meters (activimeter). One of the most important sources of errors in the activimeter measurements is the thickness, size and volume of the vial that contains the radiopharmaceutical considering that a typical activimeter has its response dependent of the vial used.
The objective of this work was to establish a quality control programme and the correction factors for the geometry of the vials used for distribution of radiopharmaceutical and activimeters calibration, considering that the Calibration Laboratory of Instrumentos (LCI) of the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) has a NPL-CRC Secondary Standard Radionuclide Calibrator System, manufactured for the Southern Scientific plc, compound by an ionization chamber well type and a current measurement system, with traceability to National Physical Laboratory (NPL) and calibrated with a P6 vial type with different dimensions of the one used for the IPEN. The radiopharmaceutical produced by IPEN 67Ga, 131I, 201Tl and 99mTc, had been
tested using the two different vials. The results shown a maximum variation of 22% for 201Tl, and the minimum variation was 2.98% for 131I. The correction
vii SUMÁRIO Dedicatória ... i Agradecimentos ... iii RESUMO ... v ABSTRACT ... vi SUMÁRIO ... vii 1 INTRODUÇÃO ... 1 2. FUNDAMENTOS TEÓRICOS ... 6 2.1 Medicina Nuclear ... 6
2.2 Aplicação dos Radionuclídeos na Medicina ... 8
2.2.1 Radionuclídeos ... 8
2.2.2 Comportamento biológico da molécula ... 9
2.2.3 Meia-vida física do radioisótopo ... 9
2.2.4 Produção de radionuclídeos ... 10
2.2.5 Radionuclídeos para diagnóstico ... 14
2.2.6 Radionuclídeos para terapia ... 15
2.3 Radiofármacos ... 16
2.4 Programa de Controle de Qualidade em Medicina Nuclear ... 19
2.4.1 Formação da imagem ... 19
2.4.2 Calibração ... 20
2.4.3 Geometria ... 21
2.4.4 Posição da amostra ... 21
2.5 Geometria dos Frascos e seus Efeitos ... 22
2.5.1 Espessura da parede do frasco ... 22
2.5.2 Tipos de frascos ... 23
2.5.3 Volume do frasco ... 23
2.5.4 Posição do frasco ... 23
2.6 Instrumentação ... 25
2.6.1 Descrição de um ativímetro ... 26
2.7 Testes de Controle de Qualidade do Ativímetro ... 29
2.7.2 Linearidade... 31 2.7.3 Estabilidade ... 32 2.7.4 Ajuste automático ... 33 2.7.5 Tensão ... 33 2.7.6 Radiação de fundo ... 33 3 MATERIAIS E MÉTODOS ... 35 3.1 Instalação ... 35
3.2 Equipamentos e Sistemas de Medição ... 35
3.2.1 Sistema de Referência ... 36
3.2.2 Sistema de trabalho ... 37
3.3 Fontes Padrão de Referência ... 38
3.4 Fontes não seladas ... 39
3.5 Frascos de vidro ... 40
3.6 Métodos ... 41
3.6.1 Testes: Ajuste automático, Tensão e Radiação de Fundo ... 41
3.6.2 Testes de Precisão e Exatidão ... 42
3.6.3 Teste de Linearidade ... 43
3.6.4 Teste de Estabilidade ... 44
3.6.5 Teste de Geometria ... 44
3.6.6 Incertezas ... 45
4 RESULTADOS ... 47
4.1 Testes de Controle de Qualidade ... 47
4.1.1 Testes de Ajuste automático, Radiação de Fundo e Tensão ... 47
4.1.2 Testes de Precisão e Exatidão ... 49
4.1.3 Teste de Linearidade ... 51
4.1.4 Testes de Estabilidade ... 52
4.1.5 Teste de Geometria ... 54
5 CONCLUSÕES ... 57
ix
LISTA DE TABELAS
TABELA 1. Características dos principais radionuclídeos produzidos por reator nuclear e cíclotron
11 TABELA 2. Características dos principais radionuclídeos obtidos por
gerador
12 TABELA 3. Características dos geradores utilizados em medicina nuclear 14 TABELA 4. Características do radionuclídeos utilizados em diagnóstico 15 TABELA 5 Exemplos de radiofármacos utilizados em medicina nuclear e suas principais aplicações
18
TABELA 6. Dimensões do frasco tipo P6 22
TABELA 7. Testes estabelecidos pela CNEN para controle de qualidade de ativímetros
29 TABELA 8. Testes estabelecidos por órgãos internacionais para controle de qualidade de ativímetros
30
TABELA 9 Principais características das fontes E&Z 39
TABELA 10 Principais características das amostras fornecidas pelo DIRF 39 TABELA 11 Dimensões dos frascos utilizados para o teste de geometria 40 TABELA 12 Resultados obtidos para os testes: Ajuste Automático, Radiação de Fundo e Tensão para os dois ativímetros estudados.
48 TABELA 13 Resultados obtidos para o teste de precisão com a fonte padrão de 133Ba.
49 TABELA 14 Resultados obtidos para o teste de precisão com a fonte padrão de 137Cs
50 TABELA 15 Resultados obtidos para o teste de precisão com a fonte padrão de 57Co
50 TABELA 16 Resultados obtidos para o teste de exatidão para as fontes de referência nos dois ativímetros
51 TABELA 17 Variação na resposta dos ativímetros em relação à diferença de dimensão dos frascos (valor de referência frasco tipo NPL-P6), com 67Ga
TABELA 18 Variação na resposta dos ativímetros em relação à diferença de dimensão dos frascos (valor de referência frasco tipo NPL-P6), com 131I
54 TABELA 19 Variação na resposta dos ativímetros em relação à diferença de dimensão dos frascos (valor de referência frasco tipo NPL-P6), com 201Tl
55 TABELA 20 Variação na resposta dos ativímetros em relação à diferença de dimensão dos frascos (valor de referência frasco tipo NPL-P6), com 99mTc
55
xi
LISTA DE FIGURAS
FIGURA 1 Gerador de Tecnécio – 99m 13
FIGURA 2 Curva de sensibilidade, em termos da resposta relativa em função da energia do fóton, para um ativímetro comercial típico
20
FIGURA 3 Frasco de vidro tipo P6 22
FIGURA 4 Sensibilidade de uma câmara de ionização típica para uma fonte de referência de 99mTc
24
FIGURA 5 Câmara de Cintilação de Anger (gama-câmara) 25
FIGURA 6 Esquema de um Ativímetro Típico 27
FIGURA 7 Esquema da câmara de ionização do ativímetro 28
FIGURA 8 Representação gráfica de um sistema de referência utilizando uma fonte de 99mTc
32 FIGURA 9 Sistema padrão secundário, NPL-CRC®, ativímetro de
referência
37 FIGURA 10 Sistema padrão terciário, CRC®-15 BT, ativímetro de
trabalho
37
FIGURA 11 Conjunto de fontes padrão: 133Ba, 57Co e 137Cs 38
FIGURA 12 Esquema de uma fonte padrão Eckert & Ziegler 38
FIGURA 13 Frascos de vidro: IPEN e NPL-P6 40
FIGURA 14 Fluxograma representando a seqüência realizada para os testes diários em um ativímetro típico
42 FIGURA 15 Representação gráfica do teste de linearidade: fonte 99mTc 52
FIGURA 16 Representação gráfica do teste de estabilidade do ativímetro de referência - NPL-CRC® utilizando fonte padrão de 137Cs
53 FIGURA 17 Representação gráfica do teste de estabilidade do ativímetro de referência - CRC®-15BT utilizando fonte padrão de 137Cs
1 INTRODUÇÃO
A medicina nuclear é uma das especialidades da radiologia médica que possui a particularidade de demonstrar não só a anatomia dos órgãos, mas também o funcionamento das estruturas fisiológicas presentes nos processos patológicos. Utiliza técnicas extraordinariamente sensíveis, possibilitando a aplicação de um tratamento adequado ao paciente, antes que a patologia seja irreversível. Devido a essa eficiência no diagnóstico precoce essa especialidade tem tido uma contribuição considerável na área da medicina.
O objetivo principal da utilização de substâncias marcadas com radioisótopos através de fontes não seladas utilizadas nos serviços de medicina nuclear (SMN) é a avaliação orgânica funcional de inúmeros processos fisiológicos, tornando-se a única especialidade com essa particularidade em comparação aos serviços de imagem radiológica, que tipicamente mostra apenas a estrutura anatômica dos órgãos (1).
Segundo dados da International Atomic Energy Agency (IAEA), em 2008, estima-se que a cada ano são realizados aproximadamente 4 bilhões de exames de radiodiagnósticos, 30 milhões de procedimentos em medicina nuclear e 5 milhões em radioterapia (2). Segundo estatísticas existem no Brasil
360 serviços de medicina nuclear (SNM) in vivo, distribuídos em todas as regiões, Sudeste 59%, Sul 16%, Nordeste 15%, Centro-Oeste 8% e Norte 2% (3).
Devido à grande quantidade de procedimentos realizados na medicina com a utilização de radiações ionizantes faz-se necessário a utilização de um número significativo de equipamentos medidores de atividade suficiente para
Introdução 2
atender todos os SMN, sendo inevitável a preocupação com o desenvolvimento de programas de controle de qualidade e proteção radiológica.
Esses dois fatores têm sido estudados com freqüência, além de ser requisito de normas nacionais e internacionais, pois o seu objetivo principal é assegurar com exatidão a medida da atividade dos radiofármacos antes de sua administração aos pacientes.
A IAEA publicou no ano de 2006 um documento baseado nos princípios da norma ISO 17025 (4) com o objetivo de servir de guia para a implementação
de programas de controle de qualidade em medidas de radioatividade em SMN (5). Neste mesmo ano a IAEA publicou um manual que estabelece
pré-requisitos para o estabelecimento de um SMN, incluindo a infra-estrutura básica, sistemas de eletricidade, manutenção, etc (6).
Para que os radiofármacos utilizados nos procedimentos de medicina nuclear sejam administrados com suas atividades de acordo com o que foi prescrito ao paciente é essencial que sua preparação assegure a confiabilidade não só no diagnóstico como também em sua eficiência terapêutica (7), além de
manter a exposição dos trabalhadores tão baixa quanto possível (Princípio Básico de Radioproteção Alara).
Além disso, a medição da atividade com exatidão contribui para a obtenção de uma boa qualidade da imagem preservando a exposição tanto do paciente quanto do trabalhador. Essa medição é realizada nos SMN com um instrumento denominado ativímetro, também conhecido como curiômetro, calibrador de dose ou medidor de atividade. Nesse trabalho adotou-se o termo ativímetro (8,9).
Os SMN devem possuir pelo menos um ativímetro e segundo levantamentos, no Brasil existem cerca de 420 unidades (3). Um dos
pré-requisitos essenciais estabelecido pelo manual da IAEA é a escolha de um ativímetro adequado para medir a atividade dos radiofármacos recebidos, além do estabelecimento de um bom programa de garantia de qualidade que inclua a determinação e periodicidade para a realização dos testes de desempenho que
devem ser aplicados nos ativímetros. Vários estudos, no Brasil e em outros países, têm sido desenvolvidos referentes a testes de controle de qualidade que devem ser aplicados a este tipo de instrumento e também aos radionuclídeos e procedimentos utilizados, inclusive referentes à calibração (914).
O laboratório de padronização primária Physikalisch-Technische
Bundesanstalt (PTB) na Alemanha (15) tem realizado frequentemente estudos
sobre programas de controle de qualidade e o National Physical Laboratory
(NPL) na Inglaterra publicou um protocolo nacional para o estabelecimento e
manutenção da calibração de ativímetros e seu controle de qualidade (16).
No Brasil, a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), tem por objetivo assegurar que as instalações que utilizam radiações ionizantes obedeçam aos critérios e normas referentes à radioproteção. A norma CNEN-NN-3.05 ―Requisitos de radioproteção e segurança para serviços de medicina nuclear‖ (8), publicada em 1996, estabelece quais são os testes e a periodicidade
com que devem ser realizados nos ativímetros, proporcionando uma administração adequada dos radiofármacos contribuindo para uma imagem com boa qualidade da imagem resultando em diagnósticos precisos.
Dentre as maiores fontes de erro nas medidas realizadas com um ativímetro estão a espessura, o tamanho e o volume do frasco que contém o radiofármaco, considerando que um ativímetro típico tem sua resposta reconhecidamente dependente do frasco utilizado (17). Uma variação na
espessura do frasco de vidro de 0,12 mm pode alterar a resposta do ativímetro em até 7% dependendo do radionuclídeo (16).
Para câmaras de poço com paredes muito finas, as variações para os radionuclídeos que emitem uma mistura de fótons de alta e baixa energia podem ser ainda maiores (16). Testes preliminares com fontes de 125I em medidores de atividade típicos indicaram uma diferença na sua resposta de aproximadamente 10% entre dois frascos diferentes (17). Por esta razão a
alteração do frasco utilizado na calibração e na utilização para o fornecimento de radiofármacos deve ser previamente analisada e fatores de correção devem
Introdução 4
ser determinados e corretamente aplicados, além do que, os laboratórios que realizam calibração, devem comparar os novos frascos àqueles utilizados na calibração do seu sistema de referência (padrão).
O Laboratório de Calibração de Instrumentos (LCI) pertencente à Gerência de Metrologia das Radiações do IPEN realiza, há mais de 30 anos, calibração de instrumentos medidores de radiação, que são empregados em medidas de radioproteção, radiodiagnóstico e radioterapia, utilizando-se de sistemas padrões secundários e seguindo recomendações internacionais (18,19,20).
Este serviço é prestado a hospitais, indústrias, clínicas e outros usuários localizados em todo o Brasil. Desde 1980 o LCI participa também de todas as intercomparações organizadas pelo Laboratório Nacional de Metrologia das Radiações Ionizantes (LNMRI), como parte de seu programa de garantia de qualidade.
Um método de calibração e intercomparação de ativímetros é utilizado no controle da produção de radioisótopos desde o ano de 2000 (9). Este serviço é
aplicado aos mais de 20 ativímetros comerciais pertencentes ao Centro de Radiofarmácia do IPEN, e oferecido também aos mais de 360 SMN no Brasil, apesar da não obrigatoriedade deste serviço pela norma CNEN NN 3.05.
Para aplicação deste método o LCI possui um Sistema Padrão Secundário NPL-CRC radionuclide calibrator, fabricado pela Southern
Scientific plc, composto por uma câmara de ionização tipo poço e um sistema de
medida de corrente, com rastreabilidade ao National Physical Laboratory
(NPL), Inglaterra.
O NPL utilizou até o ano de 2000, para a calibração dos sistemas padrão secundário, o frasco de vidro tipo P6, e neste mesmo ano, o frasco P6 foi substituído pelo frasco do tipo 10R, ambos com dimensões diferentes. Estudos demonstraram uma diferença de até 10% nas respostas obtidas com os dois frascos, o que obrigou o NPL a determinar fatores de correções para os seus principais instrumentos utilizados como referência na calibração de outros
instrumentos e recomendou que os laboratórios que possuíam rastreabilidade ao NPL deveriam aplicar estas correções (17).
O frasco de vidro utilizado pelo Centro de Radiofarmácia do IPEN para o fornecimento de radioisótopos aos SMN possui dimensões ainda diferentes em relação aos frascos do tipo P6 e 10R, portanto, os fatores determinados pelo estudo desenvolvido pelo NPL não se aplicam diretamente.
O objetivo principal deste trabalho é estudar os fatores de influência relativos ao tamanho e espessura dos frascos utilizados no IPEN tanto para calibração de ativímetros quanto para o fornecimento de radioisótopos. Inicialmente, serão aplicados testes de controle de qualidade nos ativímetros. Após a determinação dos fatores de correção para a calibração do sistema de referência do LCI considerando a alteração da geometria dos frascos, tais fatores serão aplicados nas calibrações futuras realizadas com este sistema.
6
2. FUNDAMENTOS TEÓRICOS
Neste capítulo são apresentadas as características dos principais radionuclídeos para uso em medicina nuclear e sua produção. Também são abordados conceitos relacionados ao programa de controle de garantia de qualidade em medicina nuclear, e sua instrumentação.
2.1 Medicina Nuclear
A medicina nuclear é uma especialidade médica dentro da área da radiologia que utiliza isótopos radioativos, radiações nucleares, partículas carregadas e fótons além de técnicas biofísicas, com fins preventivos, diagnósticos, terapêuticos e investigações médicas. O estudo dos fenômenos biológicos é observado através da utilização dos isótopos radioativos, assim como o emprego de cíclotrons e reatores nucleares na produção de radionuclídeos de uso médico e na aplicação de sistemas de reconstrução de imagem e de elaboração de dados (21).
Um paciente objeto de estudo, uma instrumentação específica e os radiofármacos ou radiotraçadores (moléculas simples, macromoléculas e elementos que contém átomos radioativos) que se distribuem localizando-se a nível molecular, celular, tecidual ou orgânico após ser administrado em um paciente, são os três pilares nos quais se fundamenta a medicina nuclear (21).
A distribuição dos radiofármacos quando são administrados in vivo é determinada pela própria característica do elemento radioativo utilizado. Cada
elemento radioativo é ligado a seu grupo químico, resultando num radiofármaco com afinidade por determinado tecido. O 131I , por exemplo, é
captado pela tireóide devido suas características semelhantes ao iodo não radioativo, já o 99mTc ligado a compostos a base de fosfato é captado pelos
ossos (22).
Após se administrar o radiofármaco in vivo, a sua distribuição dentro do corpo do paciente pode ser visualizada e acompanhada através de imagens bidimensionais (planares) ou tomografias por emissão de pósitrons (PET e SPECT). As imagens são geradas por equipamento específico do SMN denominado câmara cintilográfica permitindo avaliar a função do alvo de interesse através de sua maior ou menor captação. A avaliação funcional realizada pela medicina nuclear traz, muitas vezes, informações diagnósticas de forma precoce em diferentes patologias permitindo que seja aplicado tratamento específico antes, até mesmo, de sua proliferação (22).
A maioria dos radionuclídeos utilizados na medicina nuclear são emissores de radiação tipo gama. O tempo de meia-vida dos radionuclídeos empregados nos SMN é relativamente curto e a dose aplicada é relativamente baixa comparada aos outros métodos diagnósticos que empregam raios X. Esse tempo ainda pode ser reduzido devido sua excreção através da urina do paciente. O 99mTc é o isótopo mais utilizado para marcação dos radiofármacos,
sua meia-vida é de apenas 6 horas e emite radiação gama com energia de 140 keV.
Radionuclídeos emissores de radiação beta podem contribuir nos SMN com finalidade terapêutica quando forem aplicados em alta atividade, pois dessa forma possuem maior poder de ionização tecidual que a radiação gama. O 131I é um dos radioisótopos existente para esse fim, tem capacidade de
reduzir o parênquima glandular para o tratamento de hipertireoidismo, usado também nos tratamentos de metástases do carcinoma bem diferenciado da tireóide.
Fundamentos 8
2.2 Aplicação dos Radionuclídeos na Medicina
É indispensável o uso dos radionuclídeos nos SMN, pois ele é utilizado através da técnica de traçador radioativo, ou seja, uma pequena quantidade de isótopo radioativo se junta a um sistema químico, biológico ou físico para acompanhar sua evolução (23). Tanto para terapia quanto para diagnóstico o
uso dos radionuclídeos é empregado como fonte de radiação não selada, mas para um programa de controle de qualidade a fonte empregada pode ser selada dependendo do teste a ser realizado.
2.2.1 Radionuclídeos
A instabilidade nuclear é a característica de um isótopo radioativo, essa instabilidade é eliminada por meio de emissão de partículas (neutras ou carregadas) ou fótons, através desse processo o átomo decai para um núcleo estável, ou seja, não radioativo.
Os radionuclídeos utilizados para diagnóstico nos SMN normalmente apresentam as seguintes características:
(I) meia-vida relativamente curta, mas longa suficiente para realização da investigação clínica;
(II) decaimento para um isótopo radioativo estável;
(III) não emissão de radiação gama com alta energia, pois o detector seria ineficiente (24).A atividade específica pode ser obtida pela equação 1.
Atividade Específica = atividade do radionuclídeo (1)
Diferente das outras áreas da radiologia o objetivo principal dos SMN é avaliar a fisiologia dos órgãos ou sistema sem afetar seu estado ou função. Para esse fim é necessário utilizar alguns materiais como: (I) Traçador Radioativo: elemento radioativo que se comporta no corpo exatamente como seu isótopo estável. Exemplo: 131I. (II) Traçador Físico: é um constituinte do corpo no qual um elemento radioativo foi ligado sem afetar seu comportamento inicial. Exemplo: hemácia Cr51
. (III) Radiofármacos: é um fármaco no qual foi incorporado um radionuclídeo que é utilizado em concentração baixa e não afeta os processos bioquímicos. Exemplo: DMSA 99mTc(24).
2.2.2 Comportamento biológico da molécula
Para introduzir uma molécula no organismo é necessário conhecer o comportamento normal dessa molécula, pois quando introduzida, a análise fisiológica do órgão de interesse é possível devido a captação do composto radioativo ter maior concentração do que o tecido ao redor. Para análise da tireóide é administrado o radioiodo, pois a glândula capta uma taxa mais elevada do que os tecidos circunvizinhos (25).
Já os fosfatos quando introduzidos no organismo, inicialmente ele se distribui completamente em diferentes tecidos, depois é excretado completamente concentrando-se no tecido ósseo. Assim é realizado o tratamento de algumas moléstias sanguíneas, ou seja, pelo fósforo ativo. O fósforo ativo é concentrado no osso, irradia a medula e atua sobre a atividade hematopoiética.
2.2.3 Meia-vida física do radioisótopo
A meia-vida física (T1/2) de um radionuclídeo representa o tempo
necessário para que determinada amostra tenha sua radioatividade reduzida à metade, ou seja, para que a atividade inicial diminua 50%, como mostra a equação 2. A escolha do isótopo para utilização em rotina clínica é baseada em
Fundamentos 10
sua meia-vida física, pois a dose de radiação recebida pelo tecido quando nele existe um material radioativo agregado, é totalmente dependente deste parâmetro. 2 / 1 2 / 1 2 ln 2 ln T T (2)
O decaimento radioativo é característico de cada radioisótopo; varia, porém, de um para outro isótopo dentro de limites extremamente grandes, de frações de segundos até milhões de anos. Desta maneira, é essencial que o radioisótopo eleito para o procedimento tenha tempo de meia-vida (T1/2) física
suficientemente longa, a fim de se poder acompanhar todo o fenômeno em estudo. Entretanto, esses radioisótopos podem promover exposição excessiva do organismo ou acarretar riscos acentuados para o laboratório que os utiliza (25).
2.2.4 Produção de radionuclídeos
Existem duas formas para se produzir artificialmente os radionuclídeos utilizados nos SMN: reator nuclear e cíclotron.
O reator nuclear produz geralmente os radionuclídeos que decaem por emissão β-, podendo ser por fissão onde há ativação do U235 , ou por reações de captura de nêutrons (n,γ ou n,p) numa amostra apropriada.
O cíclotron produz radionuclídeos que decaem por emissão de partículas β+ ou por captura eletrônica. Neste processo há um bombardeamento com
partículas carregadas, podem ser prótons, dêuterons, partículas α ou 3He (24).
Na TAB. 1 características de alguns radionuclídeos produzidos através destas duas formas são mostrados.
TABELA 1– Características dos principais radionuclídeos produzidos por reator nuclear e cíclotron (26).
Fonte Radionuclídeo Reação Nuclear T1/2
Reator Nuclear 131I 235U(n,f)131I 130Te(n,γ) 131Te(b-)131I 8 d 32P 31P(n,γ)32P / 32S(n.p)32P 14,3 d 177Lu 176Lu(n,γ)177Lu 6,7 d 89Sr 88Sr(n,γ)89Sr 50,5 d 186Re 185Re(n,γ)186Re 3,8 d 153Sm 152Sm(n,γ)153Sm 1,9 d Acelerador / Cíclotron 123I 121Sb(α,2n)123I 13,2 h 67Ga 68Zn(p,2n)67Ga 78,3 h 111In 111Cd(p,n)111In 67,2 h 201Tl 203Tl(p,3n)201Pb201Tl 72 h 11C 14N(p,α)11C 20,4 min 13N 16O(p,α)13N / 13C(p,n)13N 9.96 min 15º 14N(d,n)150 / 15N(p,n)15O 2,07 min 18F 18O(p,n)18F 110 min 211At 207Bi(α,2n)211At 7,2 h
NOTA: n – nêutron; f – fissão, p – próton; d – dêuteron.
Pode-se ainda obter radionuclídeos através de geradores de radioisótopos como apresentados na TAB. 2. Esse método utiliza um radionuclídeo de T1/2 vida longo, que através de uma separação (denominado
Fundamentos 12
TABELA 2 – Características dos principais radionuclídeos obtidos por gerador (26).
Radionuclídeo Reação Nuclear
99mTc 99Moβ- 99mTc 68Ga 68GeCE 68Ga 90Y 235U(n,f)90Srβ- 90Y 188Re 187W(n,γ)188Wβ- 188Re 212Bi 228Th .... 224R 212Pbβ- 212Bi 213Bi 229Th .... 225 Acα 221Frα 217Atα 213Bi O funcionamento do gerador Mo99 / Tc m 99 se dá através do aumento de atividade do radionuclídeo ―filho‖ enquanto que o radionuclídeo ―pai‖ ( Mo99 ) vai decaindo. O Mo99 é um radionuclídeo de meia-vida longa (T
1/2 = 66 horas), é
produzido em reatores nucleares pela fissão do 235U
(n, fissão). O gerador conforme FIG.1, possui uma coluna de alumina, ou resina de troca, onde o
Mo
99 é colocado, ficando na forma química de 2 4
MoO . Esta combinação é
colocada dentro de um frasco de chumbo, estando pronto para ser comercializado.
FIGURA 1: Gerador de 99mTc
Por decaimento o Mo99 vai produzindo o
Tc m 99 . Para retirar o Tc m 99 do gerador (processo denominado eluição) é utilizado solução salina de 0,9% e um sistema de vácuo presente no preparo do gerador. O 99mTc é obtido na forma de
pertecnetato ( 4
TcO ), e sua combinação com um carreador irá constituir um
radiofármaco. Na TAB. 3 são apresentadas as principais características dos sistemas de geradores mais utilizados na medicina nuclear.
Fundamentos 14
TABELA 3 – Características dos geradores utilizados em medicina nuclear (26).
Nuclídeo “pai” T1/2 Nuclídeo “pai” Reação Nuclear Nuclídeo “filho” T1/2 nuclídeo “filho” Tipo de decaimento do nuclídeo filho Energia (keV) Eluente 99Mo 66 h Fissão 98Mo(n,g) 99mTc 6 h TI 140 NaCl 0,9% 113Sn 115 d 112Sn(n,g) 113mIn 99,5 min TI 392 HCI 0,05 N 87Y 80 h 88Sr(p,2n) 87mSr 2,8 h TI 388 NaHCO30,15M
68Ge 271 d 69Ga(p,2n) 68Ga 68 min β+ 511 EDTA0,005M
62Zn 9,3 h 63Cu(p,2n) 62Cu 9,7 min β+ 511 HCI 2 N
81Rb 4,6 h 79Br(a,2n) 81mKr 13 s β+ 190 Água ou ar
82Sr 25,5 d 85Rb(p,4n) 82Rb 75 s β+ 511 NaCI 0,9%
NOTA: TI – transição isomérica
2.2.5 Radionuclídeos para diagnóstico
Os radionuclídeos escolhidos para a produção de radiofármacos utilizados nos SMN para fins diagnósticos ou terapêuticos estão intimamente ligados principalmente as suas características físicas, ou seja, seu tempo de meia-vida, tipo de emissão nuclear, energia das partículas e/ou emissão de radiação eletromagnética.
Quando radionuclídeos emissores γ forem utilizados para a composição de radiofármacos para fins diagnósticos, sua energia deve estar entre 80 a 300 keV. Caso sua energia esteja abaixo de 80 keV, serão absorvidos pelos tecidos impossibilitando sua detecção. No entanto, se possuir energia acima de 300 keV, resultará em imagens de má qualidade devido à baixa eficiência dos detectores. De qualquer modo, o tempo de meia-vida do radionuclídeo deve ser suficiente para preparar o radiofármaco, administrar ao paciente e realizar a imagem.
Na TAB. 4 estão resumidas as características físicas de radionuclídeos utilizados em diagnóstico.
TABELA 4 – Características do radionuclídeos utilizados em diagnóstico (26).
Radionuclídeo T1/2
Modo de decaimento
Energia dos raios γ (keV) Abundância da emissão γ (%) 99mTc 6 h TI 140 89 131I 193 h β-, γ 364 81 123I 13 h CE 159 83 67Ga 78 h CE 93, 185, 300, 394 37, 20, 17, 5 111In 67 h CE 171, 245 90, 94 201Tl 73 h CE 135, 167 3, 20 11C 20,4 min β+ 511 99,8 13N 10 min β+ 511 100 15º 2,07 min β+ 511 99,9 18F 110 min β+ 511 96,9 124I 4,2 dias β+ 511 25 64Cu 13 h β+ 511 38
NOTA: TI – transição isomérica; CE – captura eletrônica.
2.2.6 Radionuclídeos para terapia
A escolha do radionuclídeo para o tratamento de tumores está associada ao tipo de partícula emitida pelo radionuclídeo, de sua distribuição intratumoral, da farmacocinética do radiofármaco e do tamanho do tumor. Os radionuclídeos podem ser emissores de partículas ionizantes como α, β, ou elétrons Auger.
Quando utilizado o radionuclídeo para fins terapêuticos, a emissão de radiação gama pode acompanhar a emissão de partículas, porém a radiação gama apenas aumenta a dose de radiação para os tecidos saudáveis não tendo
Fundamentos 16
nenhuma participação para a terapia em si. Mas, por outro lado, sua energia quando adequada contribui para visualização da distribuição do radiofármaco in vivo através da aquisição de imagens (26, 27, 28).
O radionuclídeo indicado para o tratamento do tumor deve ter o tempo de meia-vida ideal para que se adapte à farmacocinética do radiofármaco e as características do tumor. Em terapia são utilizados os radionuclídeos como
153Sm, 131I e 32P.
2.3 Radiofármacos
Em sua forma elementar, os radionuclídeos possuem poucas propriedades biológicas de interesse. Por esse motivo, muitos exames de medicina nuclear empregam radiofármacos, nos quais radionuclídeos são incorporados a marcadores que possuem alguma propriedade biológica de interesse, porém os radiofármacos não têm ação farmacológica.
Radiofármacos utilizados com a finalidade diagnóstica devem ter em sua composição radionuclídeos emissores de radiação γ ou emissores de pósitrons (β+), pois através de seu decaimento eles geram a radiação eletromagnética que
tem o poder de penetrar os tecidos podendo ser detectada para a obtenção das imagens. A energia dos fótons deve estar entre 50 e 600 keV. Fótons com energias muito baixas (< 50 keV) possuem uma grande probabilidade de interação com o corpo, podendo não escapar para detecção externa. A presença dessa baixa energia representa um aumento de dose para o paciente.
Radiofármacos utilizados com a finalidade terapêutica devem ter o poder de destruição seletiva do tecido de interesse, assim os radionuclídeos empregados nesta composição devem emitir partículas α, β- ou elétrons Auger.
A meia-vida física do radionuclídeo deve estar no intervalo de segundos a dias para a aplicação clínica. Se a meia-vida for muito curta, o tempo é insuficiente para a preparação do radiofármaco e injeção no paciente. Se for muito longa pode ocorrer oxidação do fármaco. Além disso, o número de
desintegrações durante o exame seria muito baixo, isso resultaria em alta dose de radiação para o paciente em relação ao número de decaimentos detectados durante o estudo.
A atividade específica do radionuclídeo determina a massa necessária do componente para alcançar a atividade adequada para a realização do exame. Esta deve ser pequena e com alta atividade especifica. Para uma baixa atividade específica apenas uma pequena parte das moléculas de uma amostra é radioativa.
As propriedades químicas de um radionuclídeo também são muito importantes, pois estas determinarão se o radionuclídeo reagirá facilmente com os fármacos ou com biomoléculas.
Em resumo, os radiofármacos a serem utilizados devem apresentar radiação gama adequado para a obtenção de imagens e partículas α, β- ou elétrons Auger de energia alta para fins terapêuticos, mas devem também apresentar: esterilidade alta; meia-vida curta; toxidade química baixa; purezas isotópica e química altas (13).
Além de suas propriedades físicas e biológicas os radiofármacos devem ser de fácil produção, baixo custo e facilmente acessível aos SMN. A distância geográfica entre o utilizador e o fornecedor não deixa de limitar sua utilização, pois alguns radiofármacos contêm radionuclídeos com T1/2 curto e que não se
encontram disponíveis comercialmente na forma de geradores de radionuclídeos. Na TAB. 5 encontram-se alguns dos radiofármacos mais utilizados e os procedimentos clínicos mais comuns (24).
Fundamentos 18
TABELA 5: Exemplos de radiofármacos utilizados em Medicina Nuclear e suas principais aplicações.
Nuclídeo Componente Tipo
imagem
Aplicação Uso clínico
99mTc (MDP) Planar Metabolismo ósseo Metástase Osteomielite 99mTc Sestamibi SPECT / planar Perfusão miocárdica Doenças da artéria coronária 99mTc Tetrofosmin 201Tl Cloreto de tálio 99mTc MAG3
planar Função renal e
cerebral Disfunção renal
99mTc DTPA 99mTc HMPAO SPECT Fluxo sanguíneo cerebral Disfunções neurológicas 99mTc ECD 131I Iodeto de sódio Planar Função da
tireóide tireoidianas Disfunções
67Ga Citrato de
gálio
Planar Metabolismo
tumoral Localização tumoral
111In Linfócitos
marcados Planar Locais de infecção
Detecção de inflamações
99mTc DMSA Planar Função renal Cintilografia
Renal
99mTc GHA Planar Função renal e
cerebral Cintilografia Renal e Cerebral
99mTc Estanho
Coloidal Planar
Função
2.4 Programa de Controle de Qualidade em Medicina Nuclear
A metodologia adotada em um programa de controle de qualidade deve ter como objetivo contribuir com a obtenção de uma imagem de boa qualidade, isto é, com nitidez suficiente para a visualização dos detalhes das estruturas anatômicas de interesse, assim como, assegurar o nível de radioatividade administrada ao paciente principalmente pela necessidade de otimizar a dose de radiação empregada.
2.4.1 Formação da imagem
A característica principal da formação da imagem em medicina nuclear, é que a fonte de radiação está dentro do corpo do paciente, ao contrário das técnicas que utilizam raios X, por isso normalmente se fala em imagens de emissão (29).
Assim a formação da imagem em medicina nuclear tem sua origem parte da administração do radiofármaco, tornando-se necessário implementar um programa de controle de qualidade para medições de radioatividade destes radiofármacos antes de serem administrados ao paciente. Essa implementação é determinante para o uso seguro e eficaz dos radiofármacos utilizados nos procedimentos diagnósticos e terapêuticos.
A formação da imagem de boa qualidade depende de vários fatores. Um deles é a atividade do radiofármaco, que deve ser bem determinada em instrumento específico, em perfeito funcionamento, chamado de ativímetro.
Fundamentos 20
2.4.2 Calibração
Todo radiofármaco antes de ser administrado ao paciente deve ter sua atividade medida em um ativímetro, que, além dos testes operacionais regulares, deve ser calibrado por um Laboratório de Calibração autorizado para esta atividade (30).
A calibração do ativímetro é realizada pelo fabricante utilizando um conjunto de fontes rastreadas a um laboratório nacional de padronização. O ativímetro deve estar calibrado para todos os radionuclídeos utilizados clinicamente (4,8). Quando um novo radionuclídeo é introduzido na rotina de um
SMN é recomendado que se consulte a curva de calibração, obtendo assim, através de sua sensibilidade a resposta relativa em função da energia do fóton, para um ativímetro típico.
A resposta característica de um ativímetro típico em função da energia do fóton está representada na FIG. 2. Pode-se observar que as energias acima de 200 keV há um aumento contínuo em relação à energia. O comportamento dessa curva depende da natureza e da pressão do gás, do material e da espessura da parede da câmara (geralmente alumínio).
FIGURA 2: Curva de sensibilidade, em termos da resposta relativa em função da energia do fóton, para um ativímetro comercial típico
Re sp os ta Re la tiv a Energia (keV)
2.4.3 Geometria
A resposta de um ativímetro depende das condições em que são apresentados os radionuclídeos, ou radiofármacos de interesse. Além do volume da amostra e sua posição dentro do poço do ativímetro, uma das maiores fontes de erros nas medidas realizadas com um ativímetro deve-se a geometria do frasco que está sendo utilizado no momento do procedimento.
Existem vários tipos de recipientes utilizados para distribuição dos radiofármacos utilizados clinicamente e, nem sempre, possuem a mesma geometria daquele utilizado na calibração do ativímetro. Suas diferenças são desde o material (vidro, plástico) em que são confeccionados como em suas dimensões (altura, espessura, diâmetro).
A exatidão das medições pode ter alterações significativas devido às variações na geometria do recipiente utilizado, principalmente em relação à espessura da parede do frasco. Assim, quando realizadas medições em geometrias diferentes é necessário que sejam obtidos experimentalmente novos fatores de correção. Embora as normas nacionais (8) não exijam o teste de
geometria, recomenda-se a sua realização tanto na instalação do ativímetro, quanto na utilização de recipientes de geometria diferente daquela utilizada na calibração do equipamento (4,17,31,32,33).
Esse assunto será descrito com detalhes no item 2.5.
2.4.4 Posição da amostra
Normalmente há de se esperar uma diferença nos resultados das medições das fontes de interesse devido à dificuldade em se colocar a fonte em uma posição idêntica à das amostras no poço. A resposta do ativímetro depende da posição horizontal e vertical da fonte quando introduzida dentro da câmara de ionização (16).
Fundamentos 22
Os efeitos da posição da amostra, assim como os efeitos da geometria do frasco, têm sido largamente estudados nos últimos anos, resultando na recomendação de uso de um recipiente bastante estável para as amostras (9,34, 35).
2.5 Geometria dos Frascos e seus Efeitos
2.5.1 Espessura da parede do frasco
Variações das densidades da parede interna da câmara e da parede da amostra, neste caso, do frasco de vidro que contém a amostra, também interferem no resultado da medição feita no ativímetro (16). No IPEN, as
amostras deveriam ser distribuídas para os SMN em frascos com a mesma geometria dos frascos de vidro tipo P6 (FIG.3 e TAB. 6), pois ele foi utilizado como padrão para calibração do ativímetro de referência. Resultados experimentais demonstraram uma redução na resposta de um ativímetro de até 7% ao se utilizar um frasco com uma espessura 0,2 mm maior do que o de referência 16.
TABELA 6: Dimensões do frasco tipo P6 (16)
FIGURA 3: Frasco de vidro tipo P6 (16)
Frasco Tipo P6 Altura 54,00 + 0,75 Diâmetro 21,75 + 0,25 Espessura 1,2 + 0,1
2.5.2 Tipos de frascos
Estudos mostraram que as respostas dos ativímetros referente às medições de atividade de radionuclídeos típicos são reconhecidas como dependentes do frasco utilizado, assim quando utilizada outra geometria para medidas de atividades sua validação e exatidão dos fatores de correção devem ser obtidas para a nova geometria (17,31).
Recipientes de geometria e volume diferentes resultarão em diferentes efeitos de atenuação. Conseqüentemente, diferenças entre tipos de recipiente, volume e materiais resultarão em diferentes fatores de calibração para radionuclídeos específicos em relação ao frasco padrão P6. Estes efeitos são mais notáveis para energias baixas, emissores gama e emissores beta (16,17).
2.5.3 Volume do frasco
Fatores de calibração são determinados para um volume padrão em um recipiente particular. Caso o volume e a geometria da fonte sejam diferentes, ocasionará um efeito do número e da energia dos fótons que alcançam o volume sensível do gás. Quanto mais baixa a energia dos fótons (ou partículas beta) maior será o efeito (16).
Os fatores de calibração utilizados no ativímetro padrão são definidos para medições do radionuclídeo individualmente, pois esses fatores são válidos somente se a medida geométrica da amostra for idêntica àquela usada no padrão. A resposta da câmara de ionização é dependente do volume da solução numa geometria do frasco específica, além de sua posição no poço (16,17).
2.5.4 Posição do frasco
Quando uma fonte for medida pelo método de substituição possivelmente haverá uma diferença de resposta entre as medidas devido à impossibilidade de colocar-se a fonte na mesma posição que a anterior. A
Fundamentos 24
resposta do ativímetro depende de ambas as posições: horizontal e vertical em relação à câmara de ionização. Na maioria dos sistemas, a fonte é colocada no seu ponto máximo de resposta no eixo vertical da câmara, utilizando um suporte específico, garantindo que a mudança da resposta em relação a alteração da altura vertical de alguns milímetros é normalmente desprezível . Assim como, para o deslocamento horizontal do eixo vertical de simetria.
A FIG.4 demonstra a variação da sensibilidade de uma câmara de ionização mapeada com uma fonte de 99mTc(16).
FIGURA 4: Sensibilidade de uma câmara de ionização típica para uma fonte de referência de 99mTc.
Alt
ura
2.6 Instrumentação
Como descrito no item 2.1 a instrumentação utilizada para a formação das imagens com boa qualidade é um dos três pilares em que se fundamenta a medicina nuclear, além do paciente e do radiofármaco.
Dentre a instrumentação utilizada pode-se destacar a câmara de cintilação de Anger conhecida como gama-câmara (FIG. 5), o conjunto de detectores das câmaras de cintilação, formado por colimador, cristal cintilador e tubos fotomultiplicadores e o ativímetro que é o foco deste trabalho e será discutido com mais detalhes.
FIGURA 5: Câmara de Cintilação de Anger (gama-câmara)
Ativímetro é o nome do instrumento utilizado nos SMN para medir a atividade dos radiofármacos, também chamado de curiômetro ou calibrador de dose. A norma CNEN-NN-3.05 denomina esse instrumento como curiômetro. Nesse trabalho adotaremos a denominação ativímetro.
Sua forma de operação é simples, possui um circuito eletrônico que converte suas respostas diretamente em unidades de medida, deve apresentar boa estabilidade a curto e longo prazo, além de permitir medições de atividades em recipientes de geometrias diversas como: frasco, seringa ou ampola (36).
Fundamentos 26
É necessário que o ativímetro esteja em perfeito funcionamento, caso contrário ele poderá apresentar valores menores ou maiores que o real, resultando em doses altas desnecessárias aos pacientes sem qualquer benefício ou repetições de procedimentos acarretando exposição à radiação novamente tanto para o paciente, quanto paro os indivíduos envolvidos no processo, não atendendo assim aos princípios da radioproteção (8,37).
Para assegurar o desempenho satisfatório dos ativímetros é necessária a realização de testes de exatidão, precisão, linearidade e reprodutibilidade. Os três primeiros devem ser realizados semestralmente e o último, diariamente, de acordo com a norma CNEN-NN-3.05. O teste de geometria como já foi citado também é necessário (4,9,13,17,31,32,33,38,39,).
2.6.1 Descrição de um ativímetro
O ativímetro tem uma característica única em relação a outros sistemas que utilizam câmaras de ionização, que é o seu circuito eletrônico permitindo que a resposta do instrumento seja mostrada diretamente em unidades de atividade (9).
Além de sua câmara de ionização, o ativímetro é constituído de outros componentes relacionados a seguir e apresentado na FIG.6:
uma fonte de tensão estabilizada para proporcionar a polarização adequada a câmara.
um eletrômetro adequado para a medida das correntes de ionização baixas.
um circuito eletrônico para processamento e apresentação dos dados. dispositivos de visualização e impressão de resultados das medidas. dispositivos para a colocação de fontes radioativas em recipientes de
diversos tamanhos e formas.
FIGURA 6: Esquema de um ativímetro típico.
Além dos componentes citados anteriormente o ativímetro possui uma câmara de ionização com formato de poço na sua região central para a inserção do suporte de acrílico que contém a amostra radioativa a ser medida.
Dependendo da quantidade radioativa da amostra inserida na câmara é produzida uma quantidade de corrente, assim radionuclídeos diferentes com a mesma quantidade de atividade não produzem a mesma corrente, apresentando certa dependência energética (9).
A câmara de ionização do ativímetro é selada e o gás da câmara é mantido sob pressão bastante superior a atmosfera, normalmente entre 10 e 20 atmosferas.
Os ativímetros preferencialmente são utilizados para medições de radionuclídeos emissores de radiação gama. Ao aplicar uma diferença de potencial entre os eletrodos da câmara, fornecida pela fonte de tensão, os fótons ao interagirem com o gás no interior da câmara produzem ionização originando duas cargas: uma pósitron e elétron, processo chamado de produção de pares.
Eletrômetro Visor
Seletores de radionuclídeos
Fonte de alta tensão Amostra
Eletrodo externo
Eletrodo coletor Suporte
Fundamentos 28
As cargas são atraídas eletricamente para o eletrodo, mas com polaridade contrária a sua como mostra a FIG.7, gerando uma pequena corrente elétrica. Através do eletrômetro a corrente de ionização é convertida em sinal, amplificado, processado e apresentado em seu visor digital por meio de medidas diretas da atividade dos radionuclídeos na ordem de múltiplos ou submúltiplos de unidades de medidas em becquerel ou curie, respectivamente. Isso ocorre devido às condições geométricas serem as mesmas, pois a respostas é linear e diretamente proporcional à atividade. No entanto, a resposta de uma câmara de ionização pode variar de acordo com o tipo de radiação, e principalmente a energia do radionuclídeo necessitando de ajustes na amplificação do sinal. Por esse motivo a maioria dos ativímetros possui teclas de seleção para diversos tipos de isótopos.
FIGURA 7: Esquema da câmara de ionização do ativímetro (24).
A blindagem ao redor do poço (câmara de ionização) é uma medida de proteção radiológica e também contribui para a redução da radiação de fundo. A espessura da parede de uma câmara deve ser relativamente grande para suportar a pressão do gás emanado. Devido à colocação da fonte no interior do poço a dependência da resposta da câmara, da posição e forma de uma fonte é minimizada.
2.7 Testes de Controle de Qualidade do Ativímetro
Vários fatores interferem na exatidão da dose apresentada pelos ativímetros. Antes de ser disponibilizado para comercialização, o ativímetro após sua fabricação é submetido à calibração utilizando um jogo de fontes certificadas. O fabricante limita sua exatidão inicial para uma variação entre +/- 1% e +/- 5%. Com o tempo essa exatidão pode variar devido às mudanças de pressão no gás da câmara e da atração eletrônica. Para garantir o bom funcionamento do instrumento, devido a essas variações, foram estabelecidos testes regulares para serem aplicados em periodicidades específicas.
Existem três tipos de testes que fazem parte de um programa de controle de qualidade: (I) testes de aceitação, (II) testes de referência, (III) testes operacionais.
(I) Os testes de aceitação devem ser realizados após a aquisição de um novo ativímetro pelo SMN. Fazem parte dos testes de aceitação: inspeção física (luz do display, bateria, suporte, fiação, etc), precisão, exatidão, linearidades de resposta da atividade e radiação de fundo;
(II) Para verificação do bom desempenho do aparelho são realizados periodicamente os testes de referência relacionados na TAB. 7, compreendidos em testes de exatidão, precisão, linearidade e radiação de fundo. Esses testes devem obedecer a limites de aceitação estabelecidos pela norma CNEN (8).
TABELA 7: Testes estabelecidos pela CNEN para controle de qualidade de ativímetros.
Teste Freqüência Fontes
recomendadas
Limites de Aceitação Precisão semestral 57Co, 133Ba ou 137Cs 10%
Exatidão semestral 57Co, 133Ba ou 137Cs 5%
Linearidade semestral 99mTc 20%
Fundamentos 30
(III) Nos testesoperacionais são inclusos os de reprodutibilidade e radiação de fundo (40) e são realizados em conjunto com os testes diários.
A periodicidade para os testes de controle de qualidade dos ativímetros recomendados por órgãos internacionais difere-se pouco dos recomendados pela CNEN e que estão apresentados na TAB. 8 (8,39,33).
TABELA 8: Periodicidade para a realização dos testes estabelecidos por órgãos internacionais para controle de qualidade em ativímetros (33).
Precisão Exatidão Linearidade Geometria
IAEA trimestral trimestral Trimestral N. E.
NPL anual anual Anual N. E
ANSI anual diário Diário na instalação
NCR anual diário Diário na instalação
LNHB anual diário Diário N. E.
N. E.: não especificado
Os testes de: ajuste automático, tensão e radiação de fundo devem ser realizados diariamente e são recomendados pelos Laboratórios: National Physical Laboratory (NPL); National Henri Becquerel (LNHB) (41); CIEMAT(21);
e também pelo próprio fabricante através de seu manual do usuário (42,43).
2.7.1 Precisão e Exatidão
O teste de precisão refere-se ao grau de concordância entre as várias indicações do valor de uma mesma grandeza dentro de um conjunto de medidas ou instrumentos, ou seja, a média durante dez aquisições consecutivas. A exatidão representa a variação da leitura da atividade média em relação à atividade corrigida da fonte padrão, ou seja, refere-se ao grau de proximidade ou concordância entre o valor medido e o valor verdadeiro (8,39,40).
No Brasil, de acordo com a norma CNEN NN 3.05, os resultados dos testes de precisão e exatidão devem apresentar valores do desvio percentual
máximo de ±5% e ±10% respectivamente (8). Segundo a IAEA (4) e a European
Pharmacopoeia (44) o valor do teste de exatidão não deve exceder o valor de
desvio percentual de ±5% (4,9,13,45)
A norma CNEN NN 3.05 também estabelece quais radionuclídeos devem ser utilizados, a periodicidade dos testes e os limites que os ativímetros devem apresentar. No entanto, não existem recomendações claras quanto aos procedimentos de realização destes testes.
Alguns estudos sugerem que os testes de precisão e exatidão devem ser realizados também com os radionuclídeos utilizados clinicamente e não apenas com aqueles determinados por normas (37,33).
2.7.2 Linearidade
Este teste verifica se a resposta do ativímetro é linear entre os diferentes intervalos de leitura (8). Para realizar esse teste é escolhida uma
fonte de meia-vida física baixa e com atividade mais próxima à leitura máxima do ativímetro. O teste deve ser realizado com medições sequenciais, com intervalos de aproximadamente 10 segundos entre as leituras. Esta sequência deve ser realizada até que a atividade da fonte utilizada esteja próxima à radiação de fundo (40).
Geralmente é utilizada uma fonte de 99mTc observando seu decaimento
(T1/2≈6 h). São registradas 10 medidas sucessivas para cada intervalo de tempo
e para avaliação dos dados é necessário subtrair a radiação de fundo. Os valores corrigidos são plotados em um gráfico tipo monolog, como apresentado na FIG.8. No Brasil o limite de aceitação para este teste é de ±20%. (8).
Fundamentos 32
FIGURA 8: Representação gráfica de um teste de linearidade para um sistema de referência utilizando uma fonte de 99mTc (33).
2.7.3 Estabilidade
A estabilidade de um sistema de medida é verificada pela realização e avaliação dos testes de repetibilidade e de reprodutibilidade.
Repetibilidade: é definida pela realização de medições sucessivas de um
mesmo mensurando sob as mesmas condições de medição. Pode ser expressa, quantitativamente, em função das características da dispersão dos resultados (46).
Reprodutibilidade: com este teste verifica-se o grau de concordância
entre os resultados das medições de um mesmo mensurando, efetuadas sob condições variadas de medição, que pode incluir diferentes locais, operadores de sistemas de medição, e medições repetidas nas mesmas condições ou objetos semelhantes (46).
A CNEN recomenda que este teste seja realizado utilizando-se uma fonte de 57Co ou 133Ba, mas o NPL recomenda fontes radioativas que possuam
meia-vida longa como o 137Cs e sem presença de quaisquer impurezas. O limite
de aceitação é de até ± 5% da medida de atividade para a fonte de 137Cs (8).
2.7.4 Ajuste automático
O teste de ajuste automático, também conhecido como auto zero, é compreendido como uma verificação automática do ativímetro. Ele fornece um parâmetro expresso em valor que pode ser observado no visor do eletrômetro. É o ponto inicial de funcionamento do equipamento, ou seja, deve ser executado diariamente e o valor obtido deverá ser sempre comparado com os valores anteriores e mantido constante. Uma variação poderá significar a necessidade de manutenção.
Existem alguns equipamentos que permitem o ajuste desse valor quando o mesmo é um número diferente de zero (41). O procedimento deve ser realizado
sem nenhuma fonte dentro do poço ou próximo do ativímetro.
2.7.5 Tensão
A tensão de operação indicada pelo fabricante é a tensão na qual se obtém a maior eficiência de contagem. Portanto, diariamente deve ser feita a sua verificação para garantir o bom funcionamento do instrumento. O fabricante determina o limite máximo de variação desta tensão. Normalmente esta medição é feita por uma tecla específica do próprio equipamento.
2.7.6 Radiação de fundo
O teste de radiação de fundo (background) deve ser realizado diariamente e comparado com os resultados anteriores. O ambiente onde está localizado o ativímetro deve ser mantido com o mínimo possível de material que possa influenciar nas medições. O fabricante determina o limite de aceitação desses valores que normalmente estão entre 1MBq e 20MBq.
Fundamentos 34
Um aumento inesperado nas medidas de radiação de fundo pode indicar contaminação do ativímetro ou fontes radioativas próximas ao equipamento (16).
